核電廠安全與事故分析

第1章 核電廠安全概述
1.1 核電廠的主要風險
1.1.1 強放射性
1.1.2 衰□熱
1.1.3 高溫高壓水
1.1.4 功率可能暴走
1.2 核電廠安全性特征
1.3 核安全相關法規(guī)
1.3.1 國家法律
1.3.2 國務院行政法規(guī)
1.3.3 部門規(guī)章
1.3.4 指導性文件
1.3.5 參考性文件
第2章 核電廠設計安全
2.1 核電廠安全目標和縱深防御概念
2.1.1 縱深防御
2.2 核電廠安全管理與技術要求
2.2.1 安全管理要求
2.2.2 主要技術要求
2.3 核電廠安全的設計要求
2.3.1 核電廠狀態(tài)
2.3.2 設計限值
2.3.3 假設始發(fā)事件
2.3.4 安全運行的運行限值和條件
2.3.5 設計基準事故
2.3.6 設計擴展工況
2.3.7 安全系統(tǒng)的設計原則
2.3.8 其他設計考慮
2.3.9 核電廠安全分析要求
2.4 核電廠系統(tǒng)設計要求
2.4.1 反應堆冷卻劑系統(tǒng)
2.4.2 安全殼結構和安全殼系統(tǒng)
2.4.3 儀器儀表和控制系統(tǒng)
2.4.4 場內(nèi)應急設施
2.4.5 支持系統(tǒng)和輔助系統(tǒng)
2.4.6 動力轉(zhuǎn)換系統(tǒng)
2.4.7 放射性廢物處理和流出物排放
2.4.8 燃料裝卸和貯存系統(tǒng)
2.4.9 輻射防護設計
第3章 核電廠運行安全
3.1 核電廠運行工況與運行限值
3.2 核電廠運行規(guī)程
3.3 核電廠運行安全性能指標
3.4 核事故應急
3.4.1 核事故應急管理
3.4.2 核事故應急預案與準備
3.4.3 核事故應急措施
3.4.4 核事故后恢復措施
第4章 核電廠事故分析方法
4.1 核電廠事故分析方法概述
4.1.1 確定論安全分析
4.1.2 概率安全分析
4.1.3 核電廠運行事件分類
4.1.4 驗收準則
4.2 事故分析的基本假設
4.2.1 參數(shù)保守性假設
4.2.2 其他必要的保守性假設
4.3 設計基準事故
4.4 核電廠事故的計算機模擬
第5章 典型設計基準事故分析
5.1 失流事故
5.1.1 概述及定義
5.1.2 失流事故過程特征
5.1.3 失流事故驗收準則
5.1.4 分析方法及泵模型
5.1.5 秦山核電廠失流事故分析
5.2 失水事故
5.2.1 LOCA的驗收準則
5.2.2 典型的大破口失水事故過程
5.2.3 AP1000大破口失水事故分析
5.2.4 小破口失水事故
5.2.5 典型的小破口失水事故過程
5.2.6 AP1000小破口失水事故分析
附錄 縮略語和專業(yè)術語解釋
參考文獻